DE69612365T2 - STAINLESS STEEL AUSTENITIC STEEL WITH HIGH NICKEL CONTENT, RESISTANT TO DEGRADATION THANKS TO NEUTRON RADIATION - Google Patents
STAINLESS STEEL AUSTENITIC STEEL WITH HIGH NICKEL CONTENT, RESISTANT TO DEGRADATION THANKS TO NEUTRON RADIATIONInfo
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Description
Diese Erfindung bezieht sich auf rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelgehalt, welche eine hervorragende Resistenz bzw. Widerstandsfähigkeit gegen einen Abbau bzw. Degradation durch Neutronenbestrahlung haben, welche als Bau- bzw. Struktur-Materialien für nukleare Kraftwerke bei Leichtwasser-Reaktoren verwendet werden.This invention relates to high nickel austenitic stainless steels having excellent resistance to degradation by neutron irradiation, which are used as structural materials for nuclear power plants in light water reactors.
Bis zur jetzigen Zeit war bekannt, dass wenn rostfreie austenitische Stähle, wie z. B. SUS 304, 316, etc., welche als Bau- bzw. Struktur-Materialien für nukleare Kraftwerke bei Leichtwasser-Reaktoren verwendet werden, für einen langen Zeitraum verwendet werden und einer Neutronen-Bestrahlung von mindestens 1 · 10²¹ n/cm² (E > MeV) ausgesetzt werden, Cr abgereichert bzw. vermindert und Ni, Si, P, S. etc. angereichert werden, bei den Kristallkorn (Crystal Grain)-Grenzen was zu der Neigung führt eine Spannungsrisskorrosion (Stress Corrosion Cracking, SCC) bei dem Vorliegen einer großen Lastspannung in der Umgebung der Leichtwasser-Reaktoren zu verursachen. Dies wird eine "bestrahlungsunterstützte Spannungsrisskorrosion" (Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking; IASCC) genannt. Es wurde stark gewünscht Materialien zu entwickeln mit einer niedrigen IASCC Anfälligkeit bzw. Empfindlichkeit, jedoch wurden bis jetzt solche Materialen mit niedriger IASCC Anfälligkeit (hervorragende Widerstandsfähigkeit gegen eine Verschlechterung durch Neutronenbestrahlung) nicht entwickelt.Until now, it has been known that when austenitic stainless steels such as SUS 304, 316, etc., which are used as structural materials for nuclear power plants in light water reactors, are used for a long period of time and subjected to neutron irradiation of at least 1 10²¹ n/cm² (E> MeV), Cr is depleted and Ni, Si, P, S, etc. are enriched at the crystal grain boundaries, resulting in a tendency to cause stress corrosion cracking (SCC) in the presence of a large load stress in the vicinity of the light water reactors. This is called "irradiation assisted stress corrosion cracking" (IASCC). It has been strongly desired to develop materials with low IASCC susceptibility or sensitivity, but to date such materials with low IASCC susceptibility (excellent resistance to degradation by neutron irradiation) have not been developed.
Rostfreie austenitische Stähle wie z. B. SUS 304, 316, etc. wurden als Bau- bzw. Struktur-Materialien für nukleare Kraftwerke mit Leichtwasser-Reaktoren verwendet, jedoch treten wenn diese Materialien einer Neutronen-Bestrahlung von mindestens 1 · 10²¹ n/cm² (E > MeV) für lange Zeit ausgesetzt werden, Veränderungen der Konzentrationen ihrer Elemente auf, welche nicht oder kaum vor der Verwendung auftreten. Das heißt es ist bekannt dass wenn Cr abgereichert wird und Ni, Si, P, S. etc. angereichert werden bei den Kristallkorn-Grenzen (welche hiernach als "bestrahlungs-induzierte bzw. -ausgelöste Entmischung bzw. Aussonderung (Segregation)" bezeichnet wird) und eine hohe Lastspannung oder Restspannung bzw. Eigenspannung vorliegt, dies dazu führt, dass eine Spannungsrisskorrosion (bestrahlungsunterstützte Spannungsrisskorrosion, IASCC) auftritt bei Hochtemperatur und Druckwasser als Neutronenstrahlungsumgebung in Leichtwasser. Des weiteren ist bekannt, dass die Anwesenheit von Sauerstoff in einer großen Menge in Hochtemperatur und Druckwasser die Erzeugung von IASCC beschleunigt.Austenitic stainless steels such as SUS 304, 316, etc. have been used as structural materials for nuclear power plants with light water reactors, but when these materials are exposed to neutron irradiation of at least 1 10²¹ n/cm² (E > MeV) for a long time, changes in the concentrations of their elements occur which do not or hardly occur before use. That is, it is known that when Cr is depleted and Ni, Si, P, S, etc. are enriched at the crystal grain boundaries (hereinafter referred to as "irradiation-induced When the water is exposed to high pressure (called "segregation") and there is high load stress or residual stress, it causes stress corrosion cracking (irradiation-assisted stress corrosion cracking, IASCC) to occur in high temperature and pressurized water as a neutron radiation environment in light water. Furthermore, it is known that the presence of oxygen in a large amount in high temperature and pressurized water accelerates the generation of IASCC.
Demzufolge haben die Erfinder verschiedene Untersuchungen bzgl. der Eigenschaften von rostfreien Stählen durchgeführt und als ein Ergebnis des Vergleichs der Berechnungsergebnisse der Erfinder bzgl. der Mengen der Veränderung der Konzentrationen von Cr und Ni bei den Kristallkorn-Grenzen basierend auf S. Dumbill und W. Hanks gemessenen Werten der Kristallkorn-Grenzen-Entmischung (Segregation) von mit Neutronen bestrahlten Materialien (Sixth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, 1993, Seite 521) mit den von den Erfindern gesammelten SCC Testergebnissen von mit Neutronen bestrahlten SUS 304, 316, etc. wurde herausgefunden, dass die oben beschriebene IASCC auftritt, wenn bei den Korngrenzen nach der Neutronenbestrahlung die Menge des Cr höchsten 15% beträgt und die Menge des Ni mindestens 20% beträgt, wie in Fig. 2 gezeigt, in welcher der schraffierte bzw. geneigte Linienteil das Auftreten bzw. die Erscheinungs-Zone der SCC zeigt.Accordingly, the inventors have conducted various investigations on the properties of stainless steels, and as a result of comparing the inventors' calculation results on the amounts of change in the concentrations of Cr and Ni at the crystal grain boundaries based on S. Dumbill and W. Hanks' measured values of crystal grain boundary segregation of neutron-irradiated materials (Sixth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, 1993, page 521) with the SCC test results of neutron-irradiated SUS 304, 316, etc. collected by the inventors, it was found that the above-described IASCC occurs when the amount of Cr at the grain boundaries after neutron irradiation is 15% or less and the amount of Ni is 20% or more as shown in Fig. 2, in which the hatched or inclined line part shows the occurrence or the appearance zone of the SCC.
Die Erfinder haben berücksichtigt, dass ein solches Phänomen des Auftretens von IASCC auftritt, da die Konzentrationen der Elemente bei den Kristallkorn-Grenzen ähnlich zu der Zusammensetzung der Legierung (Alloy) 600 (NCF 600 von JIS) sind. Insbesondere wurde daran gedacht, dass IASCC wahrscheinlich auftritt, weil die Zusammensetzungen bei den Kristallkorn-Grenzen niedrig bzw. arm bezüglich Cr werden und hoch bzw. angereichert mit Ni werden durch die Neutronen-Bestrahlung und sich der Zusammensetzung der Legierung (Alloy) 600 (nicht-bestrahltes Material) nähern, was zu Spannungsrisskorrosionen (PWSCC: Primary Water Stress Corrosion Cracking; Primärwasserspannungsrisskorrosion) in Wasser bei einer hohen Temperatur und Druck führt, was oft in der Legierung (Alloy) 600 stattfindet. Zum gegenwärtigen Zeitpunkt sind jedoch die Mechanismen des Auftretens von PWSCC in der Legierung (Alloy) 600 nicht aufgeklärt.The inventors considered that such a phenomenon of occurrence of IASCC occurs because the concentrations of elements at the crystal grain boundaries are similar to the composition of Alloy 600 (NCF 600 of JIS). In particular, it was thought that IASCC is likely to occur because the compositions at the crystal grain boundaries become low in Cr and high in Ni by the neutron irradiation and approach the composition of Alloy 600 (non-irradiated material), resulting in primary water stress corrosion cracking (PWSCC) in water at a high temperature and pressure, which often occurs in Alloy 600. However, at present, the mechanisms of occurrence of PWSCC in alloy 600 are not clear.
Die Erfinder haben Studien durchgeführt, basierend auf dem oben beschriebenen Wissen und haben die vorliegende Erfindung gemacht durch Spezifizieren einer Zusammensetzung eines geeigneten Materials und gleichzeitig Kombinieren von diesem mit einer Wärmebehandlung und einem Nachbearbeitungsverfahren zum Erhalten eines Optimums einer Kristall-Form in einer Legierung.The inventors have conducted studies based on the above-described knowledge and have accomplished the present invention by specifying a composition of a suitable material and simultaneously combining it with a heat treatment and a post-processing process for obtaining an optimum of a crystal form in an alloy.
Das bedeutet, dass die vorliegende Erfindung auf die Schaffung von Struktur- Materialien zielt mit einer Beständigkeit bzw. Resistenz bezüglich einer Verschlechterung bzw. Degradation durch Neutronen-Bestrahlung, was keine SCC in den Umgebungen von Leichtwasser-Reaktoren verursacht (in Hochtemperatur und Druckwasser oder in Hochtemperatur und Druckwasser, welches mit Sauerstoff gesättigt ist) selbst nach dem Aussetzen bezüglich einer Neutronen-Bestrahlung von ungefähr mindestens 1 · 10²² n/cm² (E > MeV) entsprechend der Menge der maximalen Neutronen-Bestrahlung, welche empfangen wird bis zu dem Ende der Lebensdauer des Kraftwerks bzw. der Anlage der Leichtwasser-Reaktor und mit einem Wärmeausdehnungskoeffizienten, welcher ungefähr ähnlich zu demjenigen von SUS 304, 316, etc. ist.That is, the present invention aims at providing structural materials having resistance to degradation by neutron irradiation which does not cause SCC in the environments of light water reactors (in high temperature and pressurized water or in high temperature and pressurized water saturated with oxygen) even after exposure to neutron irradiation of approximately at least 1 × 10²² n/cm² (E > MeV) corresponding to the amount of maximum neutron irradiation received until the end of the life of the light water reactor plant and having a thermal expansion coefficient approximately similar to that of SUS 304, 316, etc.
Zur Information beschreibt die JP-A-3068737 einen austenitischen Stahl mit hohem Nickelanteil, welcher unter anderem 40 bis 60% Nickel enthält, welcher eine verbesserte Spannungsrisskorrosion-Widerstandsfähigkeit aufweist.For information, JP-A-3068737 describes a high nickel austenitic steel containing, among other things, 40 to 60% nickel, which has improved stress corrosion cracking resistance.
Diese Erfindung schafft rostfreie austenitische Stähle mit einem hohen Nickelgehalt, die resistent gegen Degradation bzw. Verschlechterung durch Neutronenstrahlung sind und einen rostfreien Stahl umfassen, der eine Zusammensetzung (in Gewichtsprozent) aufweist von 0.005 bis 0.08% Kohlenstoff, höchstens 0.3% Mn, höchstens 0.2% (Si + P + S), 25 bis 35% Ni, 25 bis 40% Cr, höchstens 3% Mo, höchstens 5% (Mo + W), höchstens 0.3% (Nb + Ta), höchstens 0.3% Ti, höchstens 0.001% B und Fe als Rest, wobei die rostfreien Stähle einer Lösungsglühbehandlung bei einer Temperatur von 1000 bis 1150ºC ausgesetzt werden und wobei optional eine Kaltverformung von bis zu 30% nach der vorstehend definierten Lösungsglühbehandlung durchgeführt wird, wobei eine Wärmebehandlung mit einer Dauer von bis zu 100 Stunden bei 600 bis 750ºC nach der vorstehend definierten Lösungsglühbehandlung oder der optionalen Kaltverformung durchgeführt wird.This invention provides austenitic stainless steels with a high nickel content which are resistant to degradation by neutron radiation and which comprise a stainless steel having a composition (in weight percent) of 0.005 to 0.08% carbon, at most 0.3% Mn, at most 0.2% (Si + P + S), 25 to 35% Ni, 25 to 40% Cr, at most 3% Mo, at most 5% (Mo + W), at most 0.3% (Nb + Ta), at most 0.3% Ti, at most 0.001% B and Fe as the balance, wherein the stainless steels are subjected to a solution heat treatment at a temperature of 1000 to 1150°C and optionally a cold work of up to 30% is carried out after the solution heat treatment as defined above, wherein a heat treatment with a duration of up to 100 hours at 600 to 750ºC after the solution heat treatment defined above or the optional cold working.
Diese Erfindung schafft auch ein Verfahren zur Herstellung von rostfreien austenitischen Stählen mit hohem Nickelgehalt, die resistent gegen Degradation durch Neutronenstrahlung sind, das Verfahren umfassend: rostfreie Stähle mit Zusammensetzungen (in Gewichtsprozent) von 0.005 bis 0.08% Kohlenstoff, höchstens 0.3% Mn, höchstens 0.2% (Si + P + S), 25 bis 35% Ni, 25 bis 40% Cr, höchstens 3% Mo, höchstens 5% (Mo + W), höchstens 0.3% (Nb + Ta), höchstens 0.3% Ti, höchstens 0.001% B und Fe als Rest werden einer Lösungsglühbehandlung bei einer Temperatur von 1000 bis 1150ºC ausgesetzt, wobei optional eine Kaltverformung von bis zu 30% nach der vorstehend definierten Lösungsglühbehandlung durchgeführt wird, wobei eine Wärmebehandlung mit einer Dauer von bis zu 100 Stunden bei 600 bis 750ºC nach der vorstehend definierten Lösungsglühbehandlung oder der optionalen Kaltverformung durchgeführt wird.This invention also provides a process for producing high nickel content austenitic stainless steels resistant to degradation by neutron radiation, the process comprising: subjecting stainless steels having compositions (in weight percent) of 0.005 to 0.08% carbon, 0.3% Mn at most, 0.2% (Si + P + S), 25 to 35% Ni, 25 to 40% Cr, 3% Mo at most, 5% (Mo + W), 0.3% (Nb + Ta), 0.3% Ti at most, 0.001% B and Fe as the balance to a solution heat treatment at a temperature of 1000 to 1150°C, optionally cold working up to 30% after the solution heat treatment as defined above, wherein a heat treatment with a Duration of up to 100 hours at 600 to 750ºC after the solution heat treatment defined above or the optional cold working.
Fig. 1 ist ein Ablaufdiagramm und zeigt ein Verfahren zur Herstellung eines Teststückes, welches in dem Beispiel verwendet wurde,Fig. 1 is a flow chart showing a method for producing a test piece used in the example,
Fig. 2 ist ein Diagramm und zeigt das Verhältnis zwischen Cr und Ni Konzentrationen und der SCC Empfindlichkeit bzw. Anfälligkeit bei den Kristallkorn- Grenzen einer Legierung, angenommen bzw. gewonnen von gemessenen Werten einer Kristallkorn-Grenzen-Entmischung bzw. -Aussonderung (Segregation) von neutronenbestrahlten Materialien,Fig. 2 is a graph showing the relationship between Cr and Ni concentrations and the SCC sensitivity at the crystal grain boundaries of an alloy, taken from measured values of crystal grain boundary segregation of neutron irradiated materials,
Fig. 3 ist ein Diagramm und zeigt das Verhältnis zwischen der Fluenz eines neutronenbestrahlten rostfreien Stahles und der Menge der (Si +P + S) bei den Kristallkorn-Grenzen davon, undFig. 3 is a diagram showing the relationship between the fluence of a neutron irradiated stainless steel and the amount of (Si + P + S) at the crystal grain boundaries thereof, and
Fig. 4 ist eine schematische Ansicht der Form und Dimension bzw. Abmessung eines Teststückes, welches bei einem SCC Beschleunigungs-Test verwendet wurde.Fig. 4 is a schematic view of the shape and dimension of a test piece used in an SCC acceleration test.
Rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelgehalt und einer Resistenz gegen Degradation durch Neutronenstrahlung gemäß der vorliegende Erfindung sind Materialien mit einer hervorragenden SCC Resistenz in einer Umgebung von Leichtwasser-Reaktoren, d. h. in Hochtemperatur und Hochdruck-Wasser ungefähr bei 270 bis 350ºC / 70 bis 160 atm und in Hochtemperatur und Druckwasser, welches mit Sauerstoff gesättigt ist, selbst nach der Neutronen-Bestrahlung von bis zu mindestens 1 · 10²² n/cm² (E > MeV), und mit einem Wärmeausdehnungskoeffizienten in einem Bereich von 15 · 10&supmin;&sup6; ~ 19 · 10&supmin;&sup6; /K, nahe zu 18 · 10&supmin;&sup6; ~ 19 · 10&supmin;&sup6; /K entsprechend einem durchschnittlichen Wärmeausdehnungskoeffizienten von SUS 304 oder 316, welche bislang verwendet wurden, oder von Raumtemperatur bis 400ºC, welche vorteilhaft im kommerziellen Maßstab durch die vorangehenden Produktionsverfahren (6) bis (7) hergestellt werden können, z. B. durch das Ablaufdiagramm wie in Fig. 1 gezeigt.High nickel austenitic stainless steels with resistance to neutron radiation degradation according to the present invention are materials with excellent SCC resistance in a light water reactor environment, i.e. in high temperature and high pressure water at approximately 270 to 350ºC / 70 to 160 atm and in high temperature and high pressure water saturated with oxygen even after neutron irradiation up to at least 1 · 10²² n/cm² (E > MeV), and with a thermal expansion coefficient in a range of 15 · 10⁻⁶ ~ 19 · 10⁻⁶ /K, close to 18 · 10⁻⁶ ~ 19 · 10⁻⁶ /K corresponding to an average thermal expansion coefficient of SUS 304 or 316 which have been used heretofore, or from room temperature to 400ºC, which can be advantageously produced on a commercial scale by the foregoing production methods (6) to (7), e.g., by the flow chart as shown in Fig. 1.
Weil rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelgehalt eine Resistenz bezüglich einer Degradation durch Neutronenstrahlung aufweisen und mit solchen Eigenschaften versehen sind, gibt es wenn die Umgebung Hochtemperatur und Druckwasser ist, rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelanteil mit einer Resistenz gegen Degradation durch Neutronenstrahlung, welche rostfreie Stähle aufweisen mit Zusammensetzungen (in Gewichts%) von 0,005 bis 0,08%, vorzugsweise 0,01 bis 0,05% Kohlenstoff, höchstens 0,3% Mn, höchstens 0,2% Si + P + S. 25 bis 35% Ni, 25 bis 40% Cr, höchstens 3% Mo, höchstens 0,3% Nb + Ta, höchstens 0,3% Ti, höchstens 0,001% B und Fe als Rest, wobei die rostfreien Stähle einer Lösungsglühbehandlung bei einer Temperatur von 1000 bis 1150ºC unterzogen bzw. ausgesetzt werden, wodurch gelöste bzw. Verunreinigungs-(Solute)Atome in der Legierung vollständig in der Matrix gelöst werden.Because high nickel austenitic stainless steels have resistance to degradation by neutron radiation and are provided with such properties, when the environment is high temperature and pressurized water, there are high nickel austenitic stainless steels with resistance to degradation by neutron radiation, which have stainless steels with compositions (in weight %) of 0.005 to 0.08%, preferably 0.01 to 0.05% carbon, not more than 0.3% Mn, not more than 0.2% Si + P + S, 25 to 35% Ni, 25 to 40% Cr, not more than 3% Mo, not more than 0.3% Nb + Ta, not more than 0.3% Ti, not more than 0.001% B and Fe as the balance, which stainless steels are subjected to solution heat treatment at a temperature of 1000 to 1150ºC, whereby dissolved or impurity (solute) atoms in the alloy are completely dissolved in the matrix.
Wenn die Umgebung Hochtemperatur und Druckwasser ist, welches mit Sauerstoff gesättigt ist, gibt es weiterhin rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelgehalt mit einer Resistenz gegen Degradation durch Neutronenstrahlung, welche rostfreie Stähle aufweisen mit Zusammensetzungen (in Gewichts%) von 0,005 bis 0,08%, vorzugsweise 0,01 bis 0,05% Kohlenstoff, höchstens 0,3% Mn, höchstens 0,2% Si + P + S. 25 bis 35% Ni, 25 bis 40% Cr, höchstens 5% Mo + W, höchstens 0,3% Nb + Ta, höchstens 0,3% Ti, höchstens 0,001% B und Fe als Rest, wobei die rostfreien Stähle einer Lösungsglühbehandlung bei einer Temperatur von 1000 bis 1150ºC ausgesetzt werden, wodurch aufgelöste bzw. Verunreinigungs-Atome in der Legierung vollständig in der Matrix gelöst werden.When the environment is high temperature and pressurized water saturated with oxygen, there are also austenitic stainless steels with high nickel content with resistance to degradation by neutron radiation, which have stainless steels with compositions (in weight %) of 0.005 to 0.08%, preferably 0.01 to 0.05% carbon, not more than 0.3% Mn, not more than 0.2% Si + P + S, 25 to 35% Ni, 25 to 40% Cr, not more than 5% Mo + W, not more than 0.3% Nb + Ta, not more than 0.3% Ti, not more than 0.001% B and Fe as the balance, the stainless steels being subjected to solution annealing treatment at a temperature of 1000 to 1150ºC, whereby dissolved or impurity atoms in the alloy is completely dissolved in the matrix.
Bei diesen rostfreien Stählen gibt es abgelagertes bzw. ausgeschiedenes M&sub2;&sub3;C&sub6; (Karbid in welchem M überwiegend Cr ist), welches kohärent mit der Matrix in den Kristallkorn-Grenzen ist. Die Kristallkorn-Grenzen werden verstärkt durch kohärente Ausscheidung von M&sub2;&sub3;C&sub6; in bzw. an den Kristallkorn-Grenzen, was die SCC Resistenz verbessert.In these stainless steels, there is precipitated M₂₃C₆ (carbide in which M is predominantly Cr) which is coherent with the matrix in the crystal grain boundaries. The crystal grain boundaries are strengthened by coherent precipitation of M₂₃C₆ in or at the crystal grain boundaries, which improves the SCC resistance.
Des weiteren können, falls erforderlich, rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelgehalt, welche der oben beschriebenen Lösungsglühbehandlung unterzogen wurden, einer Kaltverformung von bis zu höchstens 30% bei einer Temperatur in dem Bereich bis zu höchstens der Rekristallisations-Temperatur unterzogen werden und Dislokationen bzw. Fehlordnungen aufgrund einer Verschiebungs-Verformung (Slip Deformation) in bzw. an den Kristallkörnern werden so erhöht um die Härte bzw. Festigkeit zu erhöhen als Bolzen (Bolt) Materialien, ohne die SCC Resistenz zu verlieren. Nach der oben beschriebenen Kaltverformung wird eine Wärmebehandlung (Alterungs-Behandlung) durchgeführt bei 600 bis 750ºC und so kann M&sub2;&sub3;C&sub6;, welches mit der Matrix kohärent ist, ausreichend in bzw. an den Kristallgrenzen ausgeschieden werden, wodurch die SCC Resistenz verbessert wird. Für den Zweck der vorliegenden Erfindung kann die Kaltverformung leicht mit einem Ausmaß von höchstens 30% durchgeführt bzw. bewirkt werden. Die Wärmebehandlung (Alterungs- Behandlung) von bis 600 bis 750ºC ist effektiv bzw. wirksam für eine Zeitdauer von bis zu 100 Stunden.Furthermore, if necessary, high nickel austenitic stainless steels subjected to the above-described solution heat treatment can be subjected to cold deformation of up to 30% at most at a temperature in the range of up to the recrystallization temperature, and dislocations due to slip deformation in the crystal grains are thus increased to increase the hardness as bolt materials without losing the SCC resistance. After the above-described cold deformation, heat treatment (aging treatment) is carried out at 600 to 750°C, and thus M₂₃C₆ which is coherent with the matrix can be sufficiently precipitated in the crystal boundaries, thereby improving the SCC resistance. For the purpose of the present invention, the cold deformation can be easily effected to an extent of at most 30%. The heat treatment (aging treatment) of up to 600 to 750°C is effective for a period of up to 100 hours.
Die Gründe zur Spezifikation des Zusammensetzungsbereiches wie oben beschrieben (% soll in der folgenden Zusammensetzung als bezogen auf das Gewicht angenommen werden) ist wie folgt:The reasons for specifying the composition range as described above (% shall be taken as by weight in the following composition) are as follows:
Als Ergebnis der Untersuchung des Verhältnisses zwischen dem Phänomen dass Materialien verschlechtert werden durch Neutronenstrahlung, d. h. die Menge des Cr wird abgereichert und diejenige von Ni wird angereichert bei den Korngrenzen mit einer Spannungsrisskorrosion und einer Empfindlichkeit in einer Umgebung von Leichtwasser-Reaktoren, wird herausgefunden, dass SCC auftritt, wenn die Mengen von Cr und Ni bei den Korngrenzen innerhalb des Bereiches der schraffierten Linien wie in Fig. 2 gezeigt liegen. Weil die Menge der Neutronenstrahlung, welche ein stark spannungsbelastetes Teil empfängt bzw. aufnimmt unter den Kernteilen von Leichtwasser-Reaktoren bis zum Ende der Lebensdauer des Kraftwerkes ungefähr höchstens 1 · 10²² n/cm² (E > 1 MeV) ist, haben die Erfinder versucht einen benötigten Anfangswert der Cr Menge (vor der Neutronen-Bestrahlung) zu erhalten für eine solche Legierung, so dass die Mengen von Cr und Ni nicht innerhalb des Bereiches der schraffiertckLinien in Fig. 2 liegen, selbst wenn sie einer Neutronenstrahlung von 1 · 10²² n/cm² ausgesetzt werden, aufgrund den Mengen der Veränderung der Cr und Ni Konzentrationen bei den Kristallkorn-Grenzen, basierend auf den gemessenen Werten der Kristallkorn-Grenzen-Entmischung (Segregation) von neutronenbestrahlten Materialien, welche berichtet wurden. Folglich wird herausgefunden, dass der Anfangswert mindestens 25% betragen muss. Die Menge des Cr sollte vorzugsweise erhöht werden, jedoch wird, wenn sie zu viel erhöht wird, die Dehnbarkeit bzw. Duktilität verringert, was die Guss-Eigenschaften verschlechtert, so dass der obere Wert vorzugsweise so eingestellt wird, dass er 40% beträgt.As a result of studying the relationship between the phenomenon that materials are deteriorated by neutron radiation, that is, the amount of Cr is depleted and that of Ni is enriched at the grain boundaries with a stress corrosion cracking and a sensitivity in a light water reactor environment, it is found that SCC occurs when the amounts of Cr and Ni at the grain boundaries are within the range of the hatched lines as shown in Fig. 2. Because the amount of neutron radiation received by a highly stressed part varies among the core parts of light water reactors until the end of the life of the power plant is approximately at most 1 × 10²² n/cm² (E > 1 MeV), the inventors attempted to obtain a required initial value of the Cr amount (before neutron irradiation) for such an alloy such that the amounts of Cr and Ni are not within the range of the hatched lines in Fig. 2 even when exposed to neutron radiation of 1 × 10²² n/cm², due to the amounts of change in Cr and Ni concentrations at the crystal grain boundaries based on the measured values of crystal grain boundary segregation of neutron irradiated materials which have been reported. Consequently, it is found that the initial value must be at least 25%. The amount of Cr should preferably be increased, but if it is increased too much, the ductility will be reduced, which will deteriorate the casting properties, so the upper value is preferably set to be 40%.
Wenn eine Legierung, welche mindestens 25% Cr enthält, hergestellt wird, ist es erforderlich einen Anteil an Ni auf 25 bis 35% einzustellen bzw. festzulegen, so dass die austenitische Phase stabil sein kann und der Wärmeausdehnungskoeffizient denjenigen von SUS 304 (17 · 106 /K) annähern kann. In Fig. 2 stellt der Bereich ABCD die Konzentrationen von Cr und Ni vor der Neutronen-Bestrahlung dar, während der Bereich A'B'C'D' die Konzentrationen bei den Kristallkorn-Grenzen darstellt nach dem empfangen bzw. aufnehmen der Neutronenstrahlung mit 1 · 10²² n/cm² (E > 1 MeV). Wenn ein Verhältnis zwischen dem Phänomen, dass die Materialien verschlechtert werden durch die Neutronenstrahlung, nämlich die Mengen von Si, P und S angereichert werden, bei den Korngrenzen und dem Phänomen, dass die SCC Empfindlichkeit in der Umgebung von Leichtwasser-Reaktoren erhöht wird, untersucht wurde, wurde z. B. herausgefunden, dass das SCC wahrscheinlich auftritt, wenn die Summen der Mengen von Si, P und S bei den Korngrenzen von SUS 316 mindestens 3% beträgt, wie in Fig. 3 gezeigt. Es wird klar aus Fig. 3 verstanden werden, dass der Anfangswert der Mengen von Si, P und S sich zu höchstens 0,2% summiert, aus einem Berechnungsergebnis von den Mengen der Veränderung der Cr und Ni Konzentrationen bei den Kristallkorn-Grenzen, basierend auf den gemessenen Werten der Kristallkorn-Grenzen-Entmischung (Segregation) eines neutroneribestrahlten Materials, welche berichtet wurden, durch einen solchen Anfangswert (vor der Neutronen-Bestrahlung), dass die Summen der Mengen von Si, P, und S nicht mehr als 3% beträgt, selbst wenn es einer Neutronen-Bestrahlung von ungefähr 1 · 10²² n/cm² (E > 1 MeV) ausgesetzt wird als den maximalen Wert der Neutronen- Bestrahfung, welche ein stark spannungsbelastetes Teil aufnimmt unter den Kernteilen eines Leichtwasser-Reaktors bis zum Ende der Lebensdauer des Kraftwerks. Die Menge des C sollte 0,005 bis 0,08% betragen, vorzugsweise 0,01 bis 0,05%, weil wenn weniger als 0,005% vorhanden sind, findet die Ausscheidung von M&sub2;&sub3;C&sub6;, welches hervorragend bezüglich der SCC Resistenz ist, nicht ausreichend statt, während wenn mehr als 0,08% vorhanden sind, wird andererseits die Ausscheidung von Karbiden erhöht und die Korrosions-Resistenz wird verringert mit der Konzentration von Cr an den Kristallkorn-Grenzen.When an alloy containing at least 25% Cr is manufactured, it is necessary to set a content of Ni at 25 to 35% so that the austenitic phase can be stable and the thermal expansion coefficient can approach that of SUS 304 (17 106 /K). In Fig. 2, the area ABCD represents the concentrations of Cr and Ni before neutron irradiation, while the area A'B'C'D' represents the concentrations at the crystal grain boundaries after receiving neutron radiation at 1 1022 n/cm2 (E > 1 MeV). When a relationship between the phenomenon that the materials are deteriorated by neutron radiation, namely the amounts of Si, P and S are enriched at the grain boundaries, and the phenomenon that the SCC sensitivity is increased in the environment of light water reactors was investigated, for example, it was found that: For example, it was found that the SCC is likely to occur when the sums of the amounts of Si, P, and S at the grain boundaries of SUS 316 are at least 3%, as shown in Fig. 3. It will be clearly understood from Fig. 3 that the initial value of the amounts of Si, P, and S sums up to 0.2% at most, from a calculation result of the amounts of change of Cr and Ni concentrations at the crystal grain boundaries based on the measured values of crystal grain boundary segregation of a neutron-irradiated material reported by such an initial value (before neutron irradiation) that the sums of the amounts of Si, P, and S is not more than 3% even when subjected to neutron irradiation of about 1 x 10²² n/cm² (E > 1 MeV) as the maximum value of neutron irradiation which a highly stressed part receives among the core parts of a light water reactor until the end of the life of the power plant. The amount of C should be 0.005 to 0.08%, preferably 0.01 to 0.05%, because if less than 0.005% is present, the precipitation of M₂₃C₆ which is excellent in SCC resistance does not take place sufficiently, while if more than 0.08% is present, on the other hand, the precipitation of carbides is increased and the corrosion resistance is decreased with the concentration of Cr at the crystal grain boundaries.
Selbst wenn Mo als ein anderer Bestandteil nicht hinzugefügt wird können strukturelle bzw. Bau-Materialien für Reaktoren verwendet werden, jedoch wird Mo vorzugsweise hinzugefügt mit einer oberen Grenze von 3% entsprechend dem höchsten Inhaltspegel von SUS 316, um die Korrosions-Resistenz bzw. -Beständigkeit weiter zu verbessern. Das Hinzufügen von Mo selbst in einer kleineren bzw. Mikro-Menge ist effektiv bzw. wirksam zur Repassivierung eines Oberflächen-Überzugs-Filmes. Ein bevorzugter Zugabebereich davon ist 1 bis 2%, wodurch die Härte bei niedriger Temperatur verbessert werden kann, jedoch beschleunigt das Hinzufügen von Mo jenseits von 3% die Ausscheidung von intermetallischen Verbindungen und eine δ Phase, was zu einem Brüchigwerden bzw. einer Versprödung des Materials und einer gekennzeichneten Verschlechterung der Bearbeitbarkeit und dem Schweißen davon führt. Dies wird nicht bevorzugt.Even if Mo is not added as another component, structural materials for reactors can be used, but Mo is preferably added with an upper limit of 3% corresponding to the highest content level of SUS 316 to further improve corrosion resistance. Adding Mo even in a micro amount is effective for repassivating a surface coating film. A preferable addition range thereof is 1 to 2%, which can improve low-temperature hardness, but adding Mo beyond 3% accelerates precipitation of intermetallic compounds and a δ phase, resulting in embrittlement of the material and marked deterioration of machinability and welding thereof. This is not preferred.
Des weiteren wird Mo + W spezifiziert bzw. festgelegt, bei höchstens 5% mit einer Festlegung bzw. Einschränkung dass Mo 3% nicht überschreitet, um die SCC Resistenz in Hochtemperatur und Druckwasser, welches mit Sauerstoff gesättigt ist, zu verbessern. Insbesondere verbessert Mo die Korrosions-Resistenz wie oben beschrieben, und wenn die hinzugefügte Menge davon weiter erhöht wird tritt eine lokalisierte Korrosion in Rissen bzw. Spalten auf, welche ausgebildet werden wenn rostfreie Stähle in Hochtemperatur und Druckwasser gesättigt mit Sauerstoff verwendet werden, d. h. eine Riss-Korrosion wird gemäßigt bzw. verringert. Eine bevorzugte Menge ist 2 bis 3%. W hat einen ähnlichen Effekt wie Mo und ist in der Lage die Korrosions-Resistenz zu verbessern in einer Menge von 0,1 bis 1%. Entsprechend sollte die hinzugefügte Menge von Mo + W höchstens 5% betragen und es wird bevorzugt, dass die obere Grenze davon bei 4% festgelegt wird zum Zweck des Erhaltens einer Herstellungs-Stabilität.Furthermore, Mo + W is specified at a maximum of 5% with a limitation that Mo does not exceed 3% to improve the SCC resistance in high temperature and pressurized water saturated with oxygen. In particular, Mo improves the corrosion resistance as described above, and if the added amount thereof is further increased, localized corrosion occurs in cracks formed when stainless steels are used in high temperature and pressurized water saturated with oxygen, that is, crack corrosion is moderated. A preferred amount is 2 to 3%. W has a similar effect to Mo and is capable of to improve corrosion resistance in an amount of 0.1 to 1%. Accordingly, the added amount of Mo + W should be at most 5%, and it is preferred that the upper limit thereof be set at 4% for the purpose of obtaining manufacturing stability.
Die Mengen von Nb + Ta und Ti sind spezifiziert bei höchsten 0,3 Gewichts%, entsprechend zu höchstens einem Verunreinigungs-Pegel bzw. -Anteil, wenn diese als Deoxidationismittel verwendet werden und die Mengen von Mn und B werden spezifiziert bzw. festgelegt in bzw. auf einen möglichen Minimalwert in der Praxis von der Stahlherstellungstechnik zum gegenwärtigen Zeitpunkt. Die Menge an Mn beträgt höchstens 0,3%, vorzugsweise höchstens 0,1% und diejenige von 8 beträgt höchstens 0,001%. Nb + Ta, Ti, Mn und B sind wahlweise Bestandteile und können jeweils Null sein.The amounts of Nb + Ta and Ti are specified at 0.3% by weight or less, corresponding to a maximum impurity level when used as deoxidizers, and the amounts of Mn and B are specified at a possible minimum value in the practice of steelmaking technology at the present time. The amount of Mn is 0.3% or less, preferably 0.1% or less, and that of B is 0.001% or less. Nb + Ta, Ti, Mn and B are optional components and can each be zero.
Bei der vorliegenden Erfindung werden Zusammensetzungen aus dem Material und der metallischen Struktur vorher kontrolliert bzw. überwacht, so dass sich das Material mit einem solchen Ausmaß verschlechtert, dass kaum ein IASCC verursacht wird, selbst wenn es einer Neutronenstrahlung ausgesetzt wird, basierend auf dem Wissen, dass eine bestrahlungsunterstützte bzw. -geförderte Spannungsrisskorrosion (IASCC) überlagert bzw. zusammen auftritt mit einer Verschlechterung des Materials durch eine hohe Spannungsbelastung und eine Neutronenstrahlung.In the present invention, compositions of the material and the metallic structure are controlled in advance so that the material deteriorates to such an extent that IASCC is hardly caused even when exposed to neutron radiation, based on the knowledge that irradiation-assisted stress corrosion cracking (IASCC) superimposes or co-occurs with deterioration of the material by high stress and neutron radiation.
Es war bekannt, dass IASCC, als Korngrenzen-Aufreißen, stattfindet aufgrund des abreichernden Cr und der anreichernden Ni, Si, P, S. etc. bei den Korngrenzen. Das Merkmal der vorliegenden Erfindung liegt darin, dass (1) eine Menge an Cr vorher und geeignet so erhöht wird, dass IASCC nicht auftritt, selbst wenn Cr abgereichert wird in bzw. an den Korngrenzen durch eine Neutronenstrahlung und (2) die Mengen der Verunreinigungen wie z. B. Si, P, S. etc. werden vorher und geeignet so verringert, dass IASCC nicht auftritt, selbst wenn Si, P, S. etc. an den Korngrenzen durch Neutronenstrahlung angereichert werden. Des weiteren wurde als Ergebnis der Untersuchungen der Erfinder herausgefunden, basierend auf dem Wissen, dass IASCC im Zusammenhang steht mit ausgeschiedenen Karbiden bei den Korngrenzen, dass das Merkmal darin liegt, dass (3) ausgeschiedene Karbide bei Korngrenzen vorher so gehalten bzw. beibehalten werden, dass IASCC kaum auftritt, und (4) eine solche Legierungs-Zusammensetzung wie oben wird spezifiziert bzw. festgelegt und der Wärmeausdehnungskoeffizient wird nicht so viel von demjenigen der bekannten herkömmlichen Materialien abgeändert, selbst wenn eine Wärmebehandlung durchgeführt wird.It has been known that IASCC, as grain boundary cracking, occurs due to the depletion of Cr and the accumulation of Ni, Si, P, S, etc. at the grain boundaries. The feature of the present invention lies in that (1) an amount of Cr is previously and appropriately increased so that IASCC does not occur even if Cr is depleted in the grain boundaries by neutron radiation and (2) the amounts of impurities such as Si, P, S, etc. are previously and appropriately reduced so that IASCC does not occur even if Si, P, S, etc. are accumulated at the grain boundaries by neutron radiation. Furthermore, as a result of the inventors' investigations, based on the knowledge that IASCC is related to precipitated carbides at the grain boundaries, it was found that the feature lies in that (3) precipitated carbides at grain boundaries are previously maintained so that IASCC hardly occurs and (4) such Alloy composition as above is specified and the thermal expansion coefficient is not changed so much from that of known conventional materials even if heat treatment is carried out.
Aus dem vorhergehenden Gesichtspunkt wurde ein Teststück mit der Form und Abmessung wie in Fig. 4 (Bezeichnungen in Fig. 4 sind mm) präpariert unter Verwendung von Materialien mit den in den Tabellen 1 bis 4 gezeigten chemischen Zusammensetzungen gemäß den in Fig. 1 gezeigten Schritten und dann einer Neutronenstrahlung ausgesetzt bis zu einer Fluenz von 5 · 10²² n/cm² (E > 1 MeV) bei 320ºC unter Verwendung eines nuklearen bzw. Kernreaktors für den Materialtest. Teststücke (Probe (1)) mit den Zusammensetzungen gemäß den Tabellen 1 und 2 wurden einem SCC Beschleunigungstest unterzogen unter einer simulierten Umgebung in Leichtwasser-Reaktoren (in Hochtemperatur und Druckwasser, 360ºC, 160 kgf/cm² G, Umformgeschwindigkeit: 0,5 um/min) und Teststücke (Probe (2)) mit Zusammensetzungen gemäß den Tabellen 3 und 4 wurden einem SCC Beschleunigungstest unter einer simulierten Umgebung in Leichtwasser-Reaktoren unterzogen (bei Hochtemperatur und Druckwasser, gesättigt mit Sauerstoff, Sauerstoffkonzentration: 8 ppm, 290ºC, 70 kgf/cm² G, Umformgeschwindigkeit: 0,5 um/min), wodurch die in den Tabellen 5 und 6 gezeigten Ergebnisse erhalten wurden. Die mittleren Wärmeausdehnungskoeffizienten von Raumtemperatur bis zu 400ºC der erhaltenen Teststücke lagen alle innerhalb eines Bereiches von 15,8 · 10&supmin; &sup6; bis 17,1 · 10&supmin;&sup6; /K. In den Tabellen 5 und 6 bedeutet "IGSCC" eine intergranulare bzw. zwischenkristalline Spannungsrisskorrosion und "IGSCC Bruchflächen- Verhältnis" ist ein Wert dargestellt durch [(Z Bruchfläche in Kristallkorn-Grenzen)/(Σ Querschnittsfläche des Teststückes)] · 100%. "SSRT" bedeutet einen langsamen Belastungs-Zug-Test.From the foregoing point of view, a test piece having the shape and dimensions as shown in Fig. 4 (designations in Fig. 4 are mm) was prepared using materials having the chemical compositions shown in Tables 1 to 4 according to the steps shown in Fig. 1 and then exposed to neutron radiation up to a fluence of 5 × 10²² n/cm² (E > 1 MeV) at 320°C using a nuclear reactor for material testing. Test pieces (sample (1)) having the compositions shown in Tables 1 and 2 were subjected to an SCC acceleration test under a simulated environment in light water reactors (in high temperature and pressurized water, 360ºC, 160 kgf/cm² G, strain rate: 0.5 um/min) and test pieces (sample (2)) having the compositions shown in Tables 3 and 4 were subjected to an SCC acceleration test under a simulated environment in light water reactors (in high temperature and pressurized water saturated with oxygen, oxygen concentration: 8 ppm, 290ºC, 70 kgf/cm² G, strain rate: 0.5 um/min), whereby the results shown in Tables 5 and 6 were obtained. The average thermal expansion coefficients from room temperature to 400°C of the obtained test pieces were all within a range of 15.8 x 10-6 to 17.1 x 10-6 /K. In Tables 5 and 6, "IGSCC" means intergranular stress corrosion cracking and "IGSCC fracture area ratio" is a value represented by [(Z fracture area in crystal grain boundaries)/(Σ cross-sectional area of test piece)] x 100%. "SSRT" means slow stress tensile test.
Die Tabellen 5 und 6 lehren, dass das Material am besten geeignet ist, wenn der Wert des Bruchflächen-Verhältnisses (IGSCC Bruchflächen-Verhältnis), welcher so angesehen werden kann, dass er den größten Effekt bzw. Auswirkung hat im Hinblick auf die IASCC Resistenz bzw. Widerstandsfähigkeit, unbegrenzt sich Null annähert, vorzugsweise höchstens 2% hat und es kann aus diesem Aspekt heraus verstanden werden, dass die Menge des C 0,01 bis 0,08% betragen sollte, vorzugsweise 0,03 bis 0,05% und die Menge des Cr ist um so besser, je größer sie ist. Zusätzlich ist es wünschenswert, dass Mo nicht 3% überschreitet in Hochtemperatur und Druckwasser von Tabelle 5 und Mo + W wird hinzugefügt in einer Menge von ungefähr 3 bis 4% in Hochtemperatur und Druckwasser gesättigt mit Sauerstoff nach Tabelle 6. P, S, Si, Nb, Ta, Ti und B werden vorzugsweise in kleineren Mengen hinzugefügt.Tables 5 and 6 teach that the material is best suited when the value of the fracture area ratio (IGSCC fracture area ratio), which can be considered to have the greatest effect with respect to the IASCC resistance, approaches zero indefinitely, preferably at most 2%, and it can be understood from this aspect that the amount of C should be 0.01 to 0.08%, preferably 0.03 to 0.05%, and the larger the amount of Cr, the better. In addition, it is desirable that Mo does not exceed 3% in high temperature and pressure water of Table 5, and Mo + W is added in an amount of about 3 to 4% in high temperature and pressure water saturated with oxygen of Table 6. P, S, Si, Nb, Ta, Ti and B are preferably added in smaller amounts.
Die Wärmebehandlung wird auf eine solche Art durchgeführt, dass M&sub2;&sub3;C&sub6; kohärent mit der Matrix in bzw. an den Kristallkorn-Grenzen ausgeschieden wird. Bei diesem Beispiel wurden Proben hergestellt, indem diese nur einer Lösungsgfühbehandlung bei 1050ºC während einer Stunde unterzogen wurden, wie in Fig. 1 gezeigt (Wärmebehandlung [α]), indem diese nach der Lösungsglühbehandlung einer Alterungs- Behandlung bei 700ºC bei 100 Stunden unterzogen wurden (Wärmebehandlung [β]), indem diese nach der Lösungsglühbehandlung einer Kaltverformung von ungefähr 20% unterzogen wurden (Wärmebehandlung [γ]), indem diese weiter nach der Wärmebehandlung [γ] einer Alterungs-Behandlung bei 700ºC während 10 Stunden unterzogen wurden, (Wärmebehandlung [δ]), oder einer Alterungs-Behandlung bei 700ºC während 100 Stunden (Wärmebehandlung [η]). Wie in den Tabellen 5 und 6 gezeigt, zeigten alle dieser Proben ein kleines IGSCC Bruchflächen- Verhältnis im SSRT Test, d. h. eine hervorragende SCC Resistenz bzw. Beständigkeit. Tabelle 1 Chemische Zusammensetzung (1) von Probe (1) Tabelle 2 Chemische Zusammensetzung (2) von Probe (1) Tabelle 3 Chemische Zusammensetzung (1) von Probe (2) Tabelle 4 Chemische Zusammensetzung (2) von Probe (2) Tabelle 5 SCC Testergebnisse von Probe (1) nach Neutronenbestrahlung (320 ºC, 5 · 10²² n/cm², E > 1 MeV) SSRT in Hochtemperatur und reinem Druckwasser: 360ºC, 160 kgf/cm² G, Tabelle 6 SCC Testergebnisse von Probe (2) nach Neutronenbestrahlung (320 ºC, 5 · 10²² n/cm², E > 1 MeV) (SSRT in Hochtemperatur und Hochdruckwasser mit Sauerstoff gesättigt: 290ºC, 70 kgf/cm²G, The heat treatment is carried out in such a way that M₂₃C₆ is precipitated coherently with the matrix in or at the crystal grain boundaries. In this example, samples were prepared by subjecting them only to a solution heat treatment at 1050°C for one hour as shown in Fig. 1 (heat treatment [α]), by subjecting them after the solution heat treatment to an aging treatment at 700°C for 100 hours (heat treatment [β]), by subjecting them after the solution heat treatment to a cold deformation of about 20% (heat treatment [γ]), by further subjecting them after the heat treatment [γ] to an aging treatment at 700°C for 10 hours (heat treatment [δ]), or by an aging treatment at 700°C for 100 hours (heat treatment [η]). As shown in Tables 5 and 6, all of these samples showed a small IGSCC fracture area ratio in the SSRT test, that is, excellent SCC resistance. Table 1 Chemical composition (1) of sample (1) Table 2 Chemical composition (2) of sample (1) Table 3 Chemical composition (1) of sample (2) Table 4 Chemical composition (2) of sample (2) Table 5 SCC test results of sample (1) after neutron irradiation (320 ºC, 5 · 10²² n/cm², E > 1 MeV) SSRT in high temperature and pure pressurized water: 360ºC, 160 kgf/cm² G, Table 6 SCC test results of sample (2) after neutron irradiation (320 ºC, 5 · 10²² n/cm², E > 1 MeV) (SSRT in high temperature and high pressure water saturated with oxygen: 290ºC, 70 kgf/cm²G,
Rostfreie austenitische Stähle mit hohem Nickelgehalt, welche resistent gegen Degradation durch Neutronenstrahlung sind gemäß der vorliegende Erfindung sind besser bezüglich der Degradations-Resistenz bezüglich einer Neutronenstrahlung und neigen kaum dazu eine Spannungsrisskorrosion zu verursachen in einer Umgebung eines Leichtwasser-Reaktors, selbst nach einer Neutronen-Bestrahlung von ungefähr 1 · 10²² n/cm² (E > 1 MeV), als dem maximalen Wert der Menge der Neutronenstrahlung bis zum Ende der Lebensdauer der Anlage von Leichtwasser-Reaktoren. Wenn diese Legierung für Kernmaterialien in Leichtwasser-Reaktoren verwendet wird, ist ein Betrieb möglich bis zum Ende der Lebensdauer der Anlage der Reaktoren ohne die Befürchtung von IASCC und die Zuverlässigkeit von nuklearen bzw. Kernreaktoren kann weiter verbessert werden. Demzufolge dient diese Erfindung erheblich zur Entwicklung des vorliegenden technischen Feldes.High nickel austenitic stainless steels resistant to neutron radiation degradation according to the present invention are superior in neutron radiation degradation resistance and are hardly likely to cause stress corrosion cracking in a light water reactor environment even after neutron irradiation of about 1 1022 n/cm2 (E > 1 MeV) as the maximum value of the neutron radiation amount until the end of the plant life of light water reactors. When this alloy is used for core materials in light water reactors, operation is possible until the end of the plant life of the reactors without fear of IASCC and the reliability of nuclear reactors can be further improved. Accordingly, this invention greatly contributes to the development of the present technical field.
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